RU2447521C1 - Method for density control of nuclear reactor neutron flux - Google Patents
Method for density control of nuclear reactor neutron flux Download PDFInfo
- Publication number
- RU2447521C1 RU2447521C1 RU2010140577/07A RU2010140577A RU2447521C1 RU 2447521 C1 RU2447521 C1 RU 2447521C1 RU 2010140577/07 A RU2010140577/07 A RU 2010140577/07A RU 2010140577 A RU2010140577 A RU 2010140577A RU 2447521 C1 RU2447521 C1 RU 2447521C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- output current
- ionization
- current
- ionization chamber
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области исследования и контроля работы ядерных реакторных установок различного типа, а именно к исследованию и контролю нейтронного излучения в присутствии гамма-излучения, и могут быть использованы в системах управления и защиты ядерных реакторов, критической сборки и других источников нейтронов.The invention relates to the field of research and control of the operation of nuclear reactor facilities of various types, namely to the study and control of neutron radiation in the presence of gamma radiation, and can be used in control systems and protection of nuclear reactors, critical assembly and other neutron sources.
При эксплуатации ядерных реакторов в качестве параметра, характеризующего мощность реактора, используется плотность нейтронного потока, измеряемая, в частности, с помощью импульсно-токовых ионизационных камер деления (ИКД). Достоверность получаемой с их помощью информации зависит от того, насколько качественно удается отфильтровать отклики процессов, сопровождающих деление ядерного горючего в реакторе, приводящие к появлению фонового выходного тока ИКД, вызванного гамма-фоном работающего реактора, и ложного выходного тока ИКД, вызванного, в основном, током камеры от ее облучения активными продуктами деления, которые накапливаются в ураносодержащей рабочей секции камеры (радиаторе) в процессе облучения ее нейтронами при работе реактора.In the operation of nuclear reactors, the neutron flux density, measured, in particular, using pulsed current ionization fission (ICD) chambers, is used as a parameter characterizing the power of the reactor. The reliability of the information obtained with their help depends on how efficiently it is possible to filter out the responses of the processes accompanying the fission of nuclear fuel in the reactor, which lead to the appearance of a background output current of the ICD caused by the gamma-ray background of the operating reactor, and a false output current of the ICD, caused mainly the current of the chamber from its irradiation with active fission products, which accumulate in the uranium-containing working section of the chamber (radiator) in the process of irradiation with neutrons during reactor operation.
Известен способ контроля плотности нейтронного потока, реализованный с использованием ИКД промышленного изготовления КНТ54-1 [Дмитриев А.Б., Малышев Е.К. Нейтронные ионизационные камеры для реакторной техники, М.: Атомиздат, 1975], при котором с помощью двух электродов ИКД формируют ток, вызванный ионизацией рабочего газа ИКД осколками деления материала радиатора ИКД под воздействием нейтронного потока реактора, и регистрируют его с помощью внешнего измерительного устройства.A known method of controlling the neutron flux density, implemented using ICD industrial production KNT54-1 [Dmitriev AB, Malyshev E.K. Neutron ionization chambers for reactor technology, M .: Atomizdat, 1975], in which two electrodes of the ICD generate a current caused by ionization of the working gas of the ICD by fragments of fission of the material of the radiator of the ICD under the influence of the neutron flux of the reactor, and register it using an external measuring device.
Недостатком этого способа, при его реализации в устройстве, является узкий динамический диапазон работы из-за наличия фонового тока, вызванного облучением рабочего газа ИКД гамма-излучением реактора, и ложного выходного тока, вызванного облучением рабочего газа ИКД активными продуктами радиатора ИКД и активированными конструкционными материалами ИКД.The disadvantage of this method, when implemented in the device, is the narrow dynamic range of operation due to the presence of background current caused by irradiation of the working gas of the ICD with gamma radiation of the reactor, and a false output current caused by the irradiation of the working gas of the ICD with the active products of the ICD radiator and activated structural materials ICD.
Известен способ контроля плотности нейтронного потока, выбранный в качестве прототипа и реализованный с использованием ИКД промышленного изготовления КНК-15-1 [Белозеров В.Г., Щетинин О.И. Широкодиапазонная камера деления для СУЗ ядерных реакторов. Атомная энергия, 1979, т.47, вып.4, с.271-272], при котором с помощью основных электродов формируют прямой ток ИКД, вызванный ионизацией рабочего газа осколками деления материала радиатора ИКД под воздействием нейтронного потока реактора и облучением рабочего газа ИКД гамма-излучением реактора, активными продуктами радиатора ИКД и активированными конструкционными материалами ИКД, а с помощью дополнительных электродов формируют в ИКД противоток, обратный по направлению прямому току и равный по величине части прямого тока, формируемой основными электродами ИКД под воздействием гамма-излучения реактора и конструкционных материалов ИКД, суммируют токи основных и дополнительных электродов и регистрируют их во внешнем измерительном устройстве.A known method of controlling the density of the neutron flux, selected as a prototype and implemented using ICD industrial manufacturing KNK-15-1 [Belozerov VG, Schetinin OI Wide-range fission chamber for CPS of nuclear reactors. Atomic energy, 1979, v.47, issue 4, p.271-272], in which using the main electrodes a direct ICD current is generated, caused by ionization of the working gas by fission fragments of the ICD radiator material under the influence of the reactor neutron flux and irradiation of the ICD working gas the gamma radiation of the reactor, the active products of the ICD radiator and the activated structural materials of the ICD, and with the help of additional electrodes, form a countercurrent in the ICD that is inverse to the direction of the direct current and equal in magnitude to the part of the direct current formed by the main ICD electrodes under the influence of gamma radiation of the reactor and ICD structural materials summarize the currents of the main and additional electrodes and register them in an external measuring device.
В этом способе скомпенсирована та часть выходного тока ИКД, которая связана с гамма-излучением реактора и конструкционных материалов ИКД, но остается нескомпенсированным ложный выходной ток ИКД, формирующийся в результате активации радиатора ИКД в процессе работы реактора и последующего облучения рабочего газа ИКД его излучением, что сокращает динамический диапазон устройств контроля реактора, удлиняет интервал времени перед повторным пуском реактора на время ожидания снижения ложного выходного тока ИКД до допустимого уровня.In this method, that part of the ICD output current that is associated with gamma radiation of the reactor and ICD construction materials is compensated, but the false ICD output current that is formed as a result of the activation of the ICD radiator during reactor operation and the subsequent irradiation of the ICD working gas by its radiation remains uncompensated, which reduces the dynamic range of the reactor control devices, extends the time interval before restarting the reactor by waiting for the drop in the false output current of the ICD to an acceptable level.
Перед авторами стояла задача минимизировать вклад ложного выходного тока ИКД в суммарный выходной сигнал, регистрируемый измерительным устройством при сохранении компенсации гамма-излучения реактора и обеспечить возможность оперативной подстройки параметров компенсации ложного выходного тока.The authors were faced with the task of minimizing the contribution of the false output current of the ICD to the total output signal recorded by the measuring device while maintaining the gamma radiation compensation of the reactor and to provide the possibility of prompt adjustment of the false output current compensation parameters.
Предложенный авторами способ контроля плотности нейтронного потока ядерного реактора позволяет при его реализации расширить динамический диапазон системы контроля реактора, что служит предпосылкой к усилению безопасности его эксплуатации, и свести к минимуму время после остановки реактора, в течение которого повторный пуск реактора недопустим по причине неадекватной работы аппаратуры контроля при малой загрузке.The method proposed by the authors for monitoring the density of the neutron flux of a nuclear reactor allows, when implemented, to expand the dynamic range of the reactor control system, which serves as a prerequisite for enhancing the safety of its operation and minimizing the time after shutdown of the reactor during which restarting of the reactor is unacceptable due to inadequate operation of the equipment control at low load.
Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе контроля плотности нейтронного потока ядерного реактора, включающем формирование выходного тока ИКД в виде суммы прямого тока ИКД, возникающего за счет ионизации газоразрядного промежутка между основными электродами ИКД осколками деления материала радиатора ИКД, обусловленными нейтронным потоком реактора, а также за счет ионизации гамма-излучением реактора и излучением конструкционных материалов и активных продуктов радиатора ИКД, и противотока, возникающего за счет ионизации газоразрядного промежутка между дополнительными электродами ИКД гамма-излучением реактора и излучением конструкционных материалов, обратного по направлению прямому току ИКД и равного по величине части прямого тока, формируемой основными электродами ИКД под воздействием гамма-излучения реактора и конструкционных материалов ИКД, согласно изобретению формируют дополнительный противоток на входе размещенного за пределами ИКД измерительного устройства, причем на первом этапе формируют базу данных ложного выходного тока ионизационной камеры, содержащую зависимости ложного выходного тока от времени после останова реактора, при этом указанные зависимости учитывают плотность нейтронного потока и продолжительность работы реактора перед остановом. На втором этапе, непосредственно перед повторным пуском реактора, выбирают из сформированной базы данных временную зависимость изменения ложного выходного тока с учетом флюенса и времени стоянки реактора после останова. На основе указанной зависимости формируют на входе измерительного устройства в момент повторного пуска реактора дополнительный противоток, суммируют его с выходным током ИКД и регистрируют суммарный сигнал.The specified technical result is achieved by the fact that in the known method for controlling the density of the neutron flux of a nuclear reactor, which includes generating the output ICD current as the sum of the direct ICD current arising due to ionization of the gas discharge gap between the main ICD electrodes of the fission fragments of the ICD radiator material due to the neutron flux of the reactor, and also due to ionization by the gamma radiation of the reactor and the radiation of structural materials and active products of the ICD radiator, and counterflow arising due to ionization of the gas-discharge gap between the additional ICD electrodes by the gamma radiation of the reactor and the radiation of structural materials, which is inverse to the forward ICD current and equal in magnitude to the portion of the direct current generated by the main ICD electrodes under the influence of the gamma radiation of the reactor and the ICD construction materials, according to the invention, additional counterflow at the input of the measuring device located outside the ICD, and at the first stage, a database of false output eye of the ionization chamber, containing the dependence of the false output current on time after the shutdown of the reactor, while these dependencies take into account the density of the neutron flux and the duration of the reactor before shutdown. At the second stage, immediately before restarting the reactor, the time dependence of the change in the false output current is selected from the generated database, taking into account the fluence and the reactor shutdown time after shutdown. Based on this dependence, an additional countercurrent is formed at the input of the measuring device at the time of reactor restarting, it is summed with the output current of the ICD and the total signal is recorded.
На Фиг. приведены графики изменения во времени тока ложного выходного сигнала (ЛВС) ИКД (IЛВС, верхний квадрант графика) и противотока (IПТ, нижний квадрант графика), формируемого в измерителе. По оси ординат отложен ток, по оси абсцисс отложено время, начиная с момента останова реактора (время стоянки). Через t1 обозначен момент времени повторного пуска реактора. Вертикальной пунктирной стрелкой показаны точки на кривых IЛВС и IПТ, соответствующие моменту времени t1, горизонтальными пунктирными стрелками показаны на оси ординат значения токов IЛВС и IПТ, соответствующие моменту времени t1.In FIG. graphs of the time variation of the current of the false output signal (LAN) of the ICD (I LAN , the upper quadrant of the graph) and the countercurrent (I PT , lower quadrant of the graph) generated in the meter are shown. The current is plotted along the ordinate axis, the time is plotted along the abscissa, starting from the moment the reactor shuts down (standby time). Through t 1 denotes the time of restarting the reactor. Vertical dashed arrow shows the point on the curves I and the LAN I Fr corresponding to the time t 1, the horizontal dashed arrows shown on the ordinate axis current value I and the LAN I Fr corresponding to the time t 1.
Работа предложенного способа осуществляется следующим образом.The work of the proposed method is as follows.
На первом этапе формируют экспериментальную базу данных ложного выходного тока ионизационной камеры, содержащую зависимости IЛВС(t) (где t - время после останова реактора) для различных условий работы реактора перед остановом, таких как плотность нейтронного потока и продолжительность работы реактора. При этом записывают IЛВС(t) после останова реактора, проработавшего заданное (известное) время на заданном (известном) уровне мощности. В процессе эксплуатации реактора формируют базу данных, состоящую из семейства зависимостей IЛВС(t), каждая из которых соответствует конкретным условиям работы реактора перед его остановом, и сохраняют эту информацию на внешнем носителе. На втором этапе, перед включением реактора, выбирают из сформированной базы данных IЛВС(t) такую зависимость, которая наиболее близко соответствует условиям работы реактора перед его последним остановом. Возьмем, в качестве примера, приведенную на Фиг. (верхний квадрант) зависимость IЛВС(t) камеры КНК-15-1 после облучения на реакторе (см. Газоразрядные детекторы для контроля ядерных реакторов. Е.К.Малышев и др., М.: Энергоатомиздат, 1991 г., стр.51). Далее, с учетом времени стоянки реактора, выбирают участок зависимости IЛВС(t), начало которого соответствует по времени ожидаемому моменту повторного пуска реактора t1. На Фиг. - это участок, соответствующий времени t≥t1. Как видно, начальное значение IЛВС на этом участке составляет 2·10-7 А, что примерно на порядок выше максимально допустимого значения IЛВС для ИКД КНК-15-1. На входе измерительного устройства, подключенного к электродам ИКД, при пуске реактора формируют противоток IПТ(t), направленный навстречу току IЛВС(t), что на Фиг. соответствует зеркальному отображению IЛВС(t) относительно оси абсцисс в нижнем квадранте. Таким образом, при пуске реактора через полчаса после останова будет создан противоток IПТ(t), с начальным значением 2·10-7 А, который обеспечит динамическую компенсацию ложного выходного тока ИКД. Необходимо пояснить, что импульсный диапазон работы камеры КНК-15-1 при настройке аппаратуры контроля ограничивают сверху величиной порядка (1-2)·106 имп/сек для исключения взаимного наложения выходных импульсов камеры, характерная длительность которых составляет величину порядка 100 нс. Величина заряда, передаваемого камерой КНК-15-1 в единичном импульсе, составляет 10-13 К и, с учетом этих обстоятельств, переход в токовый режим происходит при (1-2)·10-7 A, что определяется известной связью между параметрами, определяемой законом Кулона:At the first stage, an experimental database of the false output current of the ionization chamber is formed containing the dependences of the I LAN (t) (where t is the time after shutdown of the reactor) for various conditions of the reactor before shutdown, such as the neutron flux density and duration of the reactor. In this case, I LAN (t) is recorded after the reactor is shut down, which has worked for a given (known) time at a given (known) power level. During the operation of the reactor, a database is formed, which consists of a family of I LAN (t) dependencies, each of which corresponds to the specific operating conditions of the reactor before shutting it down, and store this information on an external medium. At the second stage, before turning on the reactor, a dependence is selected from the generated LAN LAN (t) database that most closely matches the operating conditions of the reactor before its last shutdown. Take, as an example, shown in FIG. (upper quadrant) dependence of the I LAN (t) of the KNK-15-1 chamber after irradiation in a reactor (see Gas-discharge detectors for monitoring nuclear reactors. E.K. Malyshev et al., Moscow: Energoatomizdat, 1991, p. 51). Next, taking into account the reactor shutdown time, select the LAN I dependence plot (t), the beginning of which corresponds in time to the expected moment of reactor restart t 1 . In FIG. is the section corresponding to the time t≥t 1 . As you can see, the initial value of I LAN on this site is 2 · 10 -7 A, which is approximately an order of magnitude higher than the maximum allowable value of I LAN for ICD KNK-15-1. At the input of the measuring device connected to the ICD electrodes, when the reactor is started, a counter current I ПТ (t) is formed, directed towards the current I LAN (t), which in FIG. corresponds to the mirror image of I LAN (t) relative to the abscissa axis in the lower quadrant. Thus, when the reactor is started half an hour after shutdown, a counter current I PT (t) will be created with an initial value of 2 · 10 -7 A, which will provide dynamic compensation for the false output current of the ICD. It should be clarified that the pulse range of the KNK-15-1 camera when setting up the control equipment is limited from above by a value of the order of (1-2) · 10 6 pulses / sec to exclude the overlapping of the output pulses of the camera, whose characteristic duration is of the order of 100 ns. The magnitude of the charge transmitted by the KNK-15-1 camera in a single pulse is 10 -13 K and, taking into account these circumstances, the transition to the current mode occurs at (1-2) · 10 -7 A, which is determined by the known relationship between the parameters, defined by Coulomb's law:
q=i/N, гдеq = i / N, where
q - заряд, переносимый единичным импульсом тока ИКД;q is the charge carried by a single current pulse of the ICD;
i - среднее значение выходного тока ИКД;i is the average value of the output current of the ICD;
N - скорость счета импульсов ИКД.N is the pulse count rate of the ICD.
Как видно из вышесказанного, при работе по способу-прототипу величина полезного сигнала при переходе в токовый режим ((1-2)·10-7 А) сопоставима с величиной ЛВС (1,5·10-7 А, см. Фиг. в момент t=t2) и ошибка в определении мощности реактора в момент перехода из импульсного в токовый режим в процессе ее подъема после повторного пуска реактора составит в этом случае (100-200)%, что приведет к срабатыванию автоматической защиты по периоду реактора. Пуск реактора в этих условиях можно осуществлять для прототипа либо «вслепую», до того момента, пока ток ИКД, определяемый нейтронным потоком, не превысит токовый ЛВС активированного реактора, что недопустимо с точки зрения безопасности эксплуатации реактора, либо только через несколько суток после останова, когда ложный выходной ток ИКД спадет на один-два порядка. При использовании предложенного способа повторный пуск реактора может быть произведен в любой требуемый момент времени после останова реактора. Следует отметить, что наиболее важным с точки зрения расширения диапазона контроля мощности является пусковой интервал времени при небольших уровнях мощности реактора, начиная с минимально контролируемого уровня, когда плотность нейтронного потока невелика. В этих условиях не происходит заметного изменения активности радиатора ИКД при работе реактора ввиду малых величин нейтронного потока (≈10-6 от уровня, соответствующего номинальной мощности реактора), а следовательно, отсутствует влияние на величину IЛВС накопления активности радиатора на пусковом интервале.As can be seen from the above, when working according to the prototype method, the value of the useful signal when switching to the current mode ((1-2) · 10 -7 A) is comparable with the value of the LAN (1.5 · 10 -7 A, see Fig. moment t = t 2 ) and an error in determining the reactor power at the moment of transition from pulsed to current mode during its rise after restarting the reactor in this case will be (100-200)%, which will lead to automatic protection operation over the reactor period. The reactor can be started under these conditions for the prototype either “blindly” until the ICD current determined by the neutron flux exceeds the current LAN of the activated reactor, which is unacceptable from the point of view of safe operation of the reactor, or only a few days after shutdown when the false output current of the ICD drops by one or two orders of magnitude. Using the proposed method, the reactor can be restarted at any desired time after the reactor is shut down. It should be noted that the most important from the point of view of expanding the range of power control is the starting time interval at small reactor power levels, starting from the minimum controlled level, when the neutron flux density is low. Under these conditions, there is no noticeable change in the activity of the ICD radiator during reactor operation due to small neutron flux values (≈10 -6 from the level corresponding to the rated power of the reactor), and therefore there is no effect on the value of the LAN of the accumulation of radiator activity on the start-up interval.
Подходы к созданию маломощных источников тока, управляемых по заданному алгоритму, известны (см., например, В.С.Гутников. Интегральная электроника в измерительных устройствах, 2-е издание, Л.: Энергоатомиздат, Ленинградское отделение, 1988, с.70-74), что гарантирует возможность создания с их помощью противотоков с требуемыми амплитудно-временными характеристиками во внешнем измерительном устройстве.Approaches to creating low-power current sources controlled by a given algorithm are known (see, for example, V.S. Gutnikov. Integrated Electronics in Measuring Devices, 2nd Edition, L.: Energoatomizdat, Leningrad Branch, 1988, p. 70- 74), which guarantees the possibility of creating using them countercurrents with the required amplitude-time characteristics in an external measuring device.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010140577/07A RU2447521C1 (en) | 2010-10-04 | 2010-10-04 | Method for density control of nuclear reactor neutron flux |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010140577/07A RU2447521C1 (en) | 2010-10-04 | 2010-10-04 | Method for density control of nuclear reactor neutron flux |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2447521C1 true RU2447521C1 (en) | 2012-04-10 |
Family
ID=46031821
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2010140577/07A RU2447521C1 (en) | 2010-10-04 | 2010-10-04 | Method for density control of nuclear reactor neutron flux |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2447521C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2542896C1 (en) * | 2014-06-05 | 2015-02-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Apparatus for measuring neutron flux density |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2223519C1 (en) * | 2002-08-14 | 2004-02-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" | Ionization fission chamber |
| RU2339975C1 (en) * | 2007-07-04 | 2008-11-27 | Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Томский политехнический университет" | Method of measuring fluence of high-speed neutrons using semiconductor detector |
| WO2010076538A1 (en) * | 2008-12-30 | 2010-07-08 | Areva Np | Method for measuring the neutron flux in the core of a nuclear reactor using a cobalt detector, and associated device |
-
2010
- 2010-10-04 RU RU2010140577/07A patent/RU2447521C1/en active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2223519C1 (en) * | 2002-08-14 | 2004-02-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" | Ionization fission chamber |
| RU2339975C1 (en) * | 2007-07-04 | 2008-11-27 | Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Томский политехнический университет" | Method of measuring fluence of high-speed neutrons using semiconductor detector |
| WO2010076538A1 (en) * | 2008-12-30 | 2010-07-08 | Areva Np | Method for measuring the neutron flux in the core of a nuclear reactor using a cobalt detector, and associated device |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Белозеров В.Г. и др. Широкодиапазонная камера деления для СУЗ ядерных реакторов. Атомная энергия, 1979, т.47, вып.4, с.271, 272. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2542896C1 (en) * | 2014-06-05 | 2015-02-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Apparatus for measuring neutron flux density |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5703512B2 (en) | Accelerator-driven nuclear system with control of effective neutron multiplication factor | |
| JP7308009B2 (en) | How to predict subcritical core reactivity bias | |
| US9435899B1 (en) | Radioactive gas monitoring device | |
| CN109817360B (en) | Prediction method for predicting nuclear thermal power deviation and Gk parameter trend of RPN system | |
| RU2447521C1 (en) | Method for density control of nuclear reactor neutron flux | |
| Cao | Determining reactor neutrino flux | |
| JPH0477877B2 (en) | ||
| US9640284B2 (en) | Reactor shutdown trip algorithm using derivatives | |
| JP2882807B2 (en) | Automatic boron concentration analyzer | |
| US20210255283A1 (en) | Light detection system and discharge probability calculating method | |
| Bennett et al. | Precision limitations in the measurement of small reactivity changes | |
| Michálek et al. | Determination of the effective delayed neutron fraction for training reactor VR-1 | |
| Bizzeti et al. | The absolute cross sections for the Na23 (n, α) and I127 (n, α) reactions at 14 MeV | |
| Berezhnoy et al. | Estimation of the metrological performance instability for measuring channels of research reactors | |
| Guru et al. | Instantaneous flux measurements using the background signal of the rhodium self-powered neutron detector | |
| Hartmann et al. | Safety analysis methodology for aged CANDU® 6 nuclear reactors | |
| KR101975986B1 (en) | Radioactivity measuring device and method for detecting radioactivity using the same | |
| Ding | Solving Bateman equation for xenon transient analysis using numerical methods | |
| EP3719459B1 (en) | Ultraviolet flame sensor with dynamic excitation voltage generation | |
| Tsypin et al. | 16N γ-ray diagnostics of a nuclear reactor in a nuclear power plant | |
| In et al. | Preliminary start-up the HANARO after the Long-term Shut-down | |
| JPH0310917B2 (en) | ||
| US20210262855A1 (en) | Light detection system, discharge probability calculating method, and received light quantity measuring method | |
| Lee et al. | Spurious Trip Reduction Methodology for the Plant Protection System Using a Variable Trip Approach | |
| Tsujimura et al. | Testing of Criticality Accident Alarm System Detectors to Pulsed Radiation at TRACY |